booklet

характеризует ионизацию воздуха косвенно ионизирующим излучением.

Вместе с тем проще измерить количество образующихся ионов, чем выделившуюся при этом энергию. Поэтому большинство дозиметров измеряют экспозиционную дозу, однако могут градуироваться в единицах поглощенной дозы. Дело в том, что в большинстве случаев можно установить некоторые соотношения между этими величинами. Не приводя подробных расчетов только отметим, что для атмосферного воздуха 1 Р = 0,87 рад = 8,7 мГр; для γ-

квантов с энергией выше 0,2 Мэв 1 Р ~ 10±1 мГр.

3.3. Дозовые зависимости биологических эффектов ионизирующего

излучения

Рассмотрим зависимость биологического действия ионизирующего излучения от полученной дозы. Как уже отмечалось выше, различают пороговые (детерминированные) и стохастические эффекты.

Детерминированные эффекты возникают, когда число клеток, погибших в результате облучения, потерявших способность воспроизводства или нормального функционирования, достигает критического значения, при котором заметно нарушаются функции пораженных органов. При прогнозировании последствий значительных облучений используют величину поглощенной дозы. Доза возникновения острой лучевой болезни составляет около 1 Гр. Если доза облучения составит от 3 до 5 Гр, то без лечения умирает

50 % облученных вследствие подавления деятельности клеток костного мозга.

При дозе облучения выше 10 Гр смерть наступает через 1-2 недели вследствие поражений главным образом желудочно-кишечного тракта. При дозе облучения выше 100 Гр смерть наступает через несколько часов или дней вследствие повреждения центральной нервной системы. Таким образом, в

зависимости от дозы критическими являются: центральная нервная система

(>100 Гр), эпителий тонкого кишечника (10-100 Гр) или органы кроветворения

(2-6 Гр).

59

Итак, смертельная доза облучения человека составляет около 10 Гр или

10 Дж/кг. Так как теплоемкость тела человека составляет в среднем

3,47 кДж/(кг*град), при мгновенном поглощении этой энергии нагрев тела составит всего 0,0029 градуса! Для тела массой 70 кг этому соответствует энергия 0,7 кДж. Когда человек загорает на пляже, то на его тело каждую секунду попадают кванты света с энергией от 1,68 эВ (красный край спектра)

до 3,26 эВ (фиолетовый край спектра). Известно, что интенсивность электромагнитного излучения Солнца в видимой области спектра составляет в энергетическом выражении 1,3 кДж/(с*м2), поверхности Земли достигает поток света, несущий около 1 кДж/(с*м2). Доступная солнечным лучам площадь поверхности тела человека составляет около 0,7 м2. То есть каждую секунду тело человека получает 0,7 кДж энергии солнечного света. Эта величина равна смертельной дозе от γ-излучения (энергия квантов 0,5-5 МэВ)! Но именно разница в энергии квантов электромагнитного излучения и дает такую кардинальную разницу в последствиях облучения.

При дозах облучения менее 0,2 Гр детерминированные эффекты не проявляются. Стохастические же эффекты могут возникать при любых дозах облучения. При этом с увеличением дозы повышается не тяжесть этих эффектов, а вероятность (риск) их появления. Сейчас общепринятой является гипотеза, что частота возникновения возможных стохастических эффектов пропорциональна эффективной дозе облучения. В таблице 3.3 приведены вероятности возникновения различных онкологических заболеваний при радиационном облучении.

Для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесен здоровью в результате облучения в малых дозах, определяется ущерб,

количественно учитывающего как эффекты облучения отдельных органов и тканей тела, отличающиеся радиочувствительностью к ионизирующему излучению, так и всего организма в целом. В настоящее время, исходя из линейной беспороговой гипотезы зависимости риска стохастических эффектов

60

от дозы, приняты следующие линейные коэффициенты радиационного риска для всего населения в целом и взрослых (указано в скобках):

коэффициент риска злокачественных новообразований 0,055 Зв-1 (0,047Зв-1) ;

коэффициент риска наследственных эффектов 2×10-3 Зв-1. (1×10-3 Зв-1).

Таблица 3.3 Риск возникновения онкологических заболеваний при облучении человека.

3.4. Нормы радиационной безопасности

Так как деятельность человечества в настоящее время невозможна без использования радионуклидов и ионизирующих излучений, то для снижения риска возникновения негативных последствий облучения персонала условия работы с радиоактивными материалами и излучениями строго регламентируются. Международная Комиссия по радиологической защите

(МКРЗ) анализирует и обобщает все достижения в области защиты от ионизирующих излучений и периодически разрабатывает соответствующие рекомендации, исходя из научных принципов. Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) разрабатывает рекомендательную нормативную документацию по работе с радиоактивными веществами и ионизирующими излучениями и предлагает свои рекомендации организациям по нормированию

61

и научному сопровождению в качестве помощи в руководстве и реализации мер радиационной защиты, а также нормы облучения персонала и населения.

Нормы по ядерной безопасности (Nuclear Safety Standards

сокращенно NUSS) носят рекомендательный характер, поскольку Агентство не вправе навязывать то, что находится в ведении национальных органов. Тем не менее, национальные нормы большинства стран мира, в том числе Российской Федерации и Азербайджанской Республики содержат предписания,

эквивалентные нормам NUSS.

В таблице 3.4 приведены разрешенные пределы доз для персонала и населения. Строго нормируются также величины загрязненности рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты (таблица

3.5).

Примечание. Персонал группы А – это сотрудники, допущенные к постоянной работе с источниками ионизирующего излучения; персонал группы Б – это вспомогательный персонал, который может находиться в зоне облучения, но непосредственно не связан с работой с источниками ионизирующего излучения. Для персонала группы Б нормы составляют ¼ от приведенных для группы А.

62

Таблица 3.5

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи,

спецодежды и средств индивидуальной защиты, част/(см2 мин)

Примечания: * Для поверхности рабочих помещений и оборудования, загрязненных альфа-активными радионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей – суммарное (снимаемое и неснимаемое) загрязнение.

** К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая

допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА

< 0,3 Бк/м3..

63

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70

лет) - 70 мЗв. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более

1/20 предела годового поступления для персонала. На период беременности и грудного вскармливания ребѐнка женщины должны переводиться на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения.

К работе с источниками излучения допускаются лица не моложе 18 лет,

не имеющие медицинских противопоказаний, отнесенные приказом руководителя к категории персонала группы А, прошедшие обучение по правилам работы с источником излучения и по радиационной безопасности, и

получившие инструктаж по радиационной безопасности. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников излучения. Например, при проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено,

чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений не превышала 100

Бк/м3, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч. Расчет допустимых годовых выбросов и сбросов радиационных объектов должен проводиться, исходя из требования, чтобы эффективная доза для населения за

64

70 лет жизни, обусловленная годовым выбросом и сбросом, не превышала

установленного допустимого уровня воздействия от предела дозы.

3.5.Защита от ионизирующего излучения

Вслучае, когда выполняется работа с источниками ионизирующего излучения, создающими мощности дозы, превышающие допустимые,

требуется обеспечить ее снижение. Наиболее просто защититься от внешнего

α-излучения, так как пробег α-частиц в вещества достаточно мал. Пробег α-

частиц в воздухе увеличивается от 2,5 до 10,5 см с возрастанием их энергии с 4

до 10 МэВ. Кожный покров тела человека полностью поглощает α-частицы,

поэтому внешнее облучение α-частицами не представляет опасности для внутренних органов человека. Таким образом специальных защитных экранов при работе с препаратами, испускающими только α-излучение, не требуется.

Однако α-излучение очень опасно, когда радиоактивный распад происходит внутри организма. Пробег α-частиц в биологической ткани составляет несколько десятков мкм, и высокая ионизирующая способность приводит к серьезным радиационным повреждениям. Действительно,

взвешивающий коэффициент при расчете эффективной дозы для α-излучение составляет 20 (таблица 3.1). Поэтому работу с препаратами α-излучателей проводят в герметичных боксах и помещениях с хорошей вентиляцией.

Проникающая способность β-излучения значительно больше, чем

α-частиц. В таблице П4 Приложения приведены данные по максимальному пробегу β-излучения различных энергий в единицах мг/см2. Исходя из того, что плотность воздуха составляет 1,2 мг/см3, можно легко рассчитать, что пробег β-

излучения меняется в широких пределах: от нескольких сантиметров для мягких излучателей (0,6 см для 3Н (Emax = 18,6 кэВ) и 30 см для 14С (Emax = 156 кэВ)) до нескольких метров (2,2 м для 36Cl (Emax = 0,71 МэВ) и 9 м для 90Y (Emax

= 2,27 МэВ)).

Слой воздуха, одежда и кожный покров человеческого тела достаточно хорошо защищают от β-излучения низких энергий, однако для защиты от

65

жесткого высокоэнергетическое излучение применяются специальные экраны,

сделанные из материалов с небольшим атомным номером (оргстекло,

алюминий). Это связано с тем, что в веществе с большим атомным номером возрастают радиационные потери энергии электронами, а возникающее тормозное рентгеновское излучение имеет больший пробег. Для полного поглощения β-излучения 32P (Emax = 1,7 МэВ) требуется пластинка алюминия толщиной 0,3 см или около 1 см оргстекла. Наибольшую опасность представляет попадание β-частиц в глаза, так как внешняя поверхность глаза не имеет защитного покрова, поэтому при работе с β-излучателями рекомендуется одевать защитные очки.

Дозу, получаемую кожей человека от β-излучения разной энергии, можно рассчитать из данных, приведенных в таблице 3.6 , если известен флюенс

где dN – количество частиц, падающих на сферу с площадью поперечного сечения d : В таблице 3.6 приведены также допустимые плотности потока

β-частиц.

Наиболее трудно защититься от γ-излучения. Его высокая проникающая способность требует использования защитных экранов из материалов с большим атомным номером и высокой плотностью (обычно из свинца). Расчет защиты от γ-излучения – сложная технологическая защита. Основы таких расчетов описаны во многих руководствах. Исходят из того, что если не учитывать рассеяние излучения (рассматривать так называемый «узкий» пучок), то уменьшение потока γ-излучения и создаваемой им дозы происходит по экспоненциальному закону:

66

Таблица 3.6

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока

β-частиц для лиц из персонала при контактном облучении кожи.

67